Основы технологии и расчета ядерных реакторов (стр. 10 )

Движение теплоносителя к насосу происходит самотеком за счет превышения уровня натрия а баке реактора над уровнем в насосе на величину гидравлических потерь по трассе реактор-насос.

От трех насосов по напорным трубопроводам Æ636х16 натрий 1 контура поступает в напорную камеру, где происходит его распределение по коллекторам на охлаждение сборок активной зоны, зоны воспроизводства и внутриреакторного хранилища, а также по дросселям для охлаждения нейтронной подпорки, внутрибаковой биологической защиты, тепловых экранов и стенки корпуса.

Поток натрия, охлаждающий стенки корпуса реактора, поступает на всас насосов, минуя теплообменники, а остальные потоки смешиваются в смесительной полости реактора.

Во втором контуре “горячий” натрий из теплообменников поступает в парогенераторы, где отдает тепло 3 контуру.

Наличие 2 контура обусловлено высокой активностью теплоносителя в реакторе (21 Ки/л) и исключает контакт натрия 1 контура с водой-паром, находящимися в парогенераторах.

Натрий 2 контура имеет наведенную активность (10 ¸ 6) Ки/л.

Давление натрия 2 контура в режиме нормальной эксплуатации должно всегда быть выше давления натрия в 1 контуре, для чего предусмотрено постоянное поддержание давления в газовой полости реактора (1,0¸1,4) ата, а в буферных емкостях петель 2 контура (2¸3) ата.

Кроме того, геометрическое расположение оборудования 1 и 2 контуров обеспечивает превышение статического давления столба жидкости 2 контура над 1-м, а следовательно, исключает перетечки активного натрия 1 контура во 2 контур даже при полностью снятом давлении газа в контурах.

Реактор расположен в бетонной шахте Æ15000 мм, облицованной стальным листом толщиной 10 мм. Кольцевое пространство между реактором и бетонной шахтой составляет 880 мм и выбрано из условий доступности монтажа теплоизоляции, а также ремонта корпуса и страховочного кожуха. Нижняя отметка бетонной шахты равна +8,00.

Примечание: за отметку 0,00 принят пол центрального зала, имеющий высотную отметку +24,00.

Сверху шахту с реактором перекрывает верхняя биологическая защита, выполненная в виде кольца, опирающегося на катковые опоры, установленные на балконе шахты реактора. Биологическая защита выполнена из чередующихся слоев стали и серпентинитового бетона. Общая толщина биологической защиты 1745 мм.

Компоновка реактора принята интегральная, при которой все оборудование как собственно самого реактора, так и оборудование 1 контура размещается в общем баке - корпусе реактора. Основным конструкционным материалом реактора является нержавеющая аустенитная сталь Х18Н9, которая пластична и устойчива к термокачкам.

5.5.3 Физика реактора

Основное число делений происходит при энергии поглощаемых нейтронов порядка (0,1¸0,5) МэВ. В этой области среднее сечение поглощения основных делящихся нуклидов (Уран-235 и Плутоний-239) составляет (1,5¸2,5) барн. или в (200¸300) раз меньше, чем в тепловой области. Следовательно, критическая масса должна быть существенно (в 100 раз) больше критической массы реактора на тепловых нейтронах при том же объеме активной зоны.

Одним из следствий малого оперативного запаса реактивности реактора на быстрых нейтронах является меньшая (примерно на порядок), чем в реакторах на тепловых нейтронах такого же объема, потеря реактивности при сгорании единицы массы топлива. Если учесть внутреннее воспроизводство в быстром реакторе, потеря реактивности будет еще меньше, а в большом реакторе она может быть нулевой и даже положительной, т. е. будет наблюдаться рост реактивности при выгорании. По этой причине разница в запасах реактивности быстрого реактора и реактора на тепловых нейтронах значительно меньше, чем разница в критической массе.

Небольшое сечение деления основного делящегося нуклида обуславливает высокий поток нейтронов в быстром реакторе. Плотность тепловыделения в активной зоне пропорциональна концентрации ядер горючего, сечению деления горючего и нейтронному потоку; из условия экономичного использования ядерного горючего отношение тепловыделения в активной зоне к концентрации горючего должно быть примерно одинаковым для быстрого и теплового реактора, следовательно отношение потоков в быстром и тепловом реакторе обратно пропорционально отношению соответствующих сечений деления горючего. Таким образом, если в энергетических реакторах на тепловых нейтронах плотность потока составляет 1013 ¸ 1014 нейтр./(см2 с), то в энергетических быстрых реакторах она достигает 1015 ¸ 1016 нейтр./(см2 с).

За срок службы ТВЭЛа “быстрого” реактора интегральный поток быстрых нейтронов превышает 1023 нейтр./см2. Это значит, что каждый атом вещества выбивается нейтронами из своего положения в кристаллической решетке десятки раз. Это приводит к появлению качественно новых явлений в конструкционных и топливных материалах (радиационная ползучесть и распухание), учет которых существенно сказывается на характеристиках реактора.

Из-за отсутствия аномально высоких сечений захвата нейтронов в области быстрых нейтронов в реакторе отсутствует отравление, связанное с накоплением в активной зоне сильно поглощающих ядер и значительным падением реактивности. Таким образом полностью исключено нестационарное отравление типа “йодной ямы”, характерное для “тепловых” реакторов. Отсутствие отравления значительно облегчает процесс управления реактором, в частности обеспечивает его устойчивость относительно возмущений нейтронного потока.

Среднее время жизни мгновенного нейтрона в быстром реакторе (10-6 ¸ 10-7) с существенно меньше, чем в тепловом (10-2 ¸ 10-3) с т. е. нейтроны поглощаются, не успев существенно замедлиться. Это обстоятельство может оказаться существенным при аварийных ситуациях с неконтролируемым вводом реактивности.

Отношение сечения радиационного захвата Урана-238 к сечению деления Урана-235 для “быстрого” реактора больше, чем для теплового. Это увеличивает концентрацию делящегося материала; обогащение топлива (минимальное) в “быстрых” реакторах с Ураном-235 составляет 15%, а в реакторе с Плутонием-239 минимальная доля этого изотопа в смеси с Ураном-%.

Специфическая особенность “быстрого” реактора - значительно большая (10 ¸ 20) %, чем в тепловом (3%) реакторе доля делений четно-четных нуклидов тяжелых ядер. Это относится в первую очередь к Урану-238.

Как следствие высокой концентрации делящегося изотопа при условии его экономичного использования, плотность тепловыделения в активной зоне “быстрого” реактора значительно больше, чем в тепловом. Максимальная теплонапряженность в РБН с натриевым охлаждением достигает (800 ¸ 1000) МВт/м3, при средней теплонапряженности (350 ¸ 500) МВт/м3. В легководных реакторах эти характеристики равны соответственно (200 ¸ 300) и (50 ¸ 100) Мвт/м3.

Самым значительным, принципиальным отличием РБН, которое определяется спектром, является улучшенный баланс нейтронов, позволяющий обеспечить расширенное воспроизводство ядерного горючего.

Рассмотрим спектр нейтронов, который является основной физической характеристикой для любого реактора. При этом для реализации жесткого спектра необходимо иметь тяжелый теплоноситель, высокий КВ и т. д. Для этого приведем сравнительные спектры реакторов БН-600 и БОР-60 (Таблица 5.4).

Таблица 5.4

Сравнение спектров реакторов БН-600 и БОР-60.

Интервал энергий, МэВ	Доля нейтронов в интервале
Спектр нейтронов деления	БОР-60	БН-600
10 – 1	0,68	0,15	0,08
1 – 0,1	0,31	0,65	0,52
0,1 – 0,01	0,01	0,18	0,30
менее 0,01	–	0,02	0,10

Можно видеть, что спектр нейтронов БН-600 существенно мягче. Основными причинами смягчения спектра нейтронов являются:

·  упругое рассеяние, т. е. взаимодействие ударного типа нейтронов с легкими ядрами: кислорода, углерода, натрия и средними: железа, никеля; для тепловых реакторов упругое рассеяние является основным типом замедления нейтронов;

·  неупругое рассеяние, т. е. образование возбужденного составного ядра, связанного с поглощением нейтрона, которое (ядро) затем переходит в исходное состояние с излучением гамма-кванта и нейтрона, но уже меньшей энергии;

·  реакции неупругого рассеяния проходят, как правило, на тяжелых ядрах: урана-238, плутония-240,242 и частично на средних: железа, хрома, никеля.

Максимум спектра нейтронов лежит в диапазоне энергий (0,1 ¸ 0,2) МэВ (восьмая группа нейтронов), а наибольшую ценность имеют нейтроны первой группы – (6,5 ¸ 10) МэВ.

Значения обогащения загружаемого в ТВС активной зоны топлива (17%,21%,26%) выбраны из стандартного ряда обогащений урана при оптимизации размеров ЗМО, ЗСО, ЗБО и высоты активной зоны из условия обеспечения необходимого запаса реактивности при 100% мощности реактора.

При интервале между перегрузками 160 эфф. суток номинальный расчетный запас реактивности составляет ~3% ∆к/к в начале интервала и ~0,2% ∆к/к – в конце интервала.

Баланс нейтронов. Рассмотрим состояние реактора БН-600 для двухзонного обогащения активной зоны в конце кампании. Выделим 100 нейтронов данного поколения и рассмотрим их судьбу (Таблица 5.5).

Таблица5.5

ПРОЦЕСС ЗОНА	ЗМО	ЗБО	АЗ в целом	Б. Э.	Т. Э.	Экран в целом	Реактор в целом
Деление	15,7	14,0	29,7	0,262	0,217	0,479	30,179
Деление	2,13	1,31	3,44	0,894	0,813	1,707	5,137
Деление	1,98	0,94	2,92	1,182	0,772	1,954	4,774
Деление	0,018	0,014	0,032	0,05	–	0,05	0,037
Рад. захват	5,412	4,348	9,760	0,517	0,380	0,897	10,657
Рад. захват	11,20	5,355	16,555	17,76	8,723	26,483	43,038
Рад. захват контр. материалами	1,659	0,989	2,648	0,752	0,492	1,284	3,922
Осколки	0,135	0,096	0,231	0,014	–	0,014	0,245
Утечка	–	–	–	1,219	0,289	1,508	1,508

Из приведенной Таблицы видно, что четверть энергии деления на конец кампании реализуется за счет деления U238 и Pu239. Кроме того, на каждые 40,12 нейтронов, идущих на деление приходится 43,038 нейтрона идущих на воспроизводство топлива. Чистый коэффициент воспроизводства (за вычетом разделившегося Pu239) составляет ~1.26. Если учесть, что Pu рационально извлекать из зон воспроизводства, где концентрация Pu239 на конец микрокампании составляет 1.43% (в два раза выше естественного содержания U235), в этом варианте, учитывая расход его на деление, коэффициент воспроизводства будет равен 0.82.

Суммарный расход натрия 1 контура при номинальной скорости вращения ГЦН-1 (970 об/мин) составляет 7100 кг/с (29600 м3 /ч), что соответствует перепаду давления на активной зоне 7,8 ´105 Па.

Распределение тепловыделения по зонам приведено в Таблице

Таблица 5.6

Распределение тепловыделения по зонам

	ЗМО	ЗСО	ЗБО	Активная зона	БЗВ	ТЗВ	Храни-лище
Начало микрокампании	34,4	24,2	32,4	91,0	4,8	2,7	1,5
Конец микрокампании	34,5	24,2	31,0	89,7	5,5	3,3	1,5

Энерговыделение на момент времени конца кампании в активной зоне падает за счет выгорания Урана - 235 и растет в зонах воспроизводства за счет наработки Плутония-239.

Коэффициент неравномерности распределения тепловыделения по высоте активной зоны на момент начала микрокампании равен 1.28, в конце микрокампании 1.26.

Максимальная мощность ТВС активной зоны с учетом мощности торцевых воспроизводящих частей составляет для ТВС ЗМО 4,33 МВт, для ТВС ЗСО 4,54 МВт, для ТВС ЗБО 4,61МВт.

Характерная особенность ядерных реакторов - наличие остаточного тепловыделения, обусловленного радиоактивным распадом продуктов деления, что требует отвода тепла из активной зоны в течение длительного времени после остановки реактора.

Для оценки мощности остаточного тепловыделения используют зависимость, учитывающую тепловыделение за счет g и b-излучения продуктов деления и действительную для времени после остановки реактора больше 10 с.

Qост »0,07Q0[t-0,2-(t+Тр)-0,2]

где Q0 - средняя мощность реактора до остановки, МВт;

Тр – время работы реактора на мощности Q0, с;

t - время, прошедшее с момента остановки реактора, сек.

Тепловая нагрузка в это время в десятки и сотни раз меньше номинальной, что позволяет в режиме расхолаживания резко снизить расход теплоносителя (но не в первые 1-2 мин.).

5.5.3 Эффекты реактивности реактора БН-600

В процессе работы реактора происходит изменение изотопного состава топлива, что приводит к уменьшению реактивности (запаса реактивности). Основные изменения реактивности при выгорании топлива происходят за счет выгорания Урана-235 и накопления Плутония-239, задержка образования последнего определяется нептуниевым эффектом.

Расчетное значение изменения реактивности при выгорании топлива за 160 эфф. суток – (-2,4%∆к/к) , нептуниевый зффект –(+0,095%∆к/к), поправка на неравномерность выгорания топлива по объему реактора – (‑0,2%∆к/к), итого темп потери реактивности (- 0,017%∆к/к/) за эфф. сутки.

Во всех эксплуатационных режимах БН-600 происходят процессы, влияющие на его реактивность. Эти эффекты зависят от температуры, мощности, плотности, выгорания топлива, гидродинамики и т. д.

1) Температурный эффект реактивности – изменение реактивности при работе реактора с различными температурами. С изменением температуры изменяются ядерно-физические свойства материалов, плотность, геометрические размеры. Эффект реактивности с ростом температуры является отрицательным, т. к. увеличивается площадь внешней поверхности АЗ и увеличивается утечка нейтронов.

2) Плотностной эффект реактивности – величина и знак определяются конкурирующими различными физическими процессами (Рис. 5.3).

Рис. 5.3 Связь плотностного эффекта теплоносителя и коэффициента размножения.

Уменьшение плотности Na приводит к падению размножающих свойств всей активной зоны, но могут быть локальные объемы, в которых размножающие свойства улучшаются. На конец кампании нарабатывается максимальное количество Pu239.